KR101590941B1 - 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법 - Google Patents

핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법 Download PDF

Info

Publication number
KR101590941B1
KR101590941B1 KR1020140122531A KR20140122531A KR101590941B1 KR 101590941 B1 KR101590941 B1 KR 101590941B1 KR 1020140122531 A KR1020140122531 A KR 1020140122531A KR 20140122531 A KR20140122531 A KR 20140122531A KR 101590941 B1 KR101590941 B1 KR 101590941B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
iodine
gaseous
adsorption
gas
adsorbent
Prior art date
Application number
KR1020140122531A
Other languages
English (en)
Inventor
이준식
박율재
이승곤
홍순복
박용배
Original Assignee
한국원자력연구원
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국원자력연구원 filed Critical 한국원자력연구원
Priority to KR1020140122531A priority Critical patent/KR101590941B1/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101590941B1 publication Critical patent/KR101590941B1/ko

Links

Images

Classifications

    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D53/00—Separation of gases or vapours; Recovering vapours of volatile solvents from gases; Chemical or biological purification of waste gases, e.g. engine exhaust gases, smoke, fumes, flue gases, aerosols
    • B01D53/34—Chemical or biological purification of waste gases
    • B01D53/46—Removing components of defined structure
    • B01D53/68—Halogens or halogen compounds
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/02—Treating gases
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange

Abstract

본 발명은 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 요오드(Iodine)를 포함하는 혼합기체를 흡착제가 충진된 흡착 모듈과 접촉시켜 기체 상의 요오드를 흡착 모듈에 흡착시키는 흡착 단계(단계 1); 상기 단계 1에서 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈로부터 기체 상의 요오드를 탈리시키는 단계(단계 2); 및 상기 단계 2에서 탈리된 기체 상의 요오드를 용해시키는 단계(단계 3);를 포함하는 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법을 제공한다. 본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법은 일반적인 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 생성되어 버려지는 기체 상의 요오드를 흡착 및 회수하여 의료용 동위원소로 자원화할 수 있는 효과가 있다.

Description

핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법{The method of adsorption and recovery of gas phase iodine generated in fission molybdenum production process}
본 발명은 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법에 관한 것이다.
우라늄 핵분열(fission) 방법을 이용한 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 방사성 동위원소 요오드(iodine) 중 약 30 % 정도는 기상형태로 존재하며, 약 70 % 정도는 액상형태로 존재하게 된다. 일반적으로, 상기와 같이 우라늄 핵분열 방법으로 생성된 기체 상 및 액체 상의 요오드는 방사성 폐기물 형태로 제거되고 있다.
I-131 등의 방사성 동위원소 요오드는 핵분열 시 발생하는 요오드의 방사선 동위원소이다. 상기와 같은 방사성 동위원소 요오드는 의료용과 임상 실험에서 사용될 수 있으며, 짧은 시간에 강한 방사선을 내뿜기 때문에 갑상선 암 치료와 악성 림프종과 같은 종양을 처리하는 또는 암세포를 처리하는 전신-표적 치료 등에 대표적으로 이용될 수 있다.
이에, 본 발명자들은 상기와 같이 방사성 폐기물 형태로 제거되는 방사성 동위원소 요오드를 포집하고 회수하여 의료용 동위원소로 자원화할 수 있는 방법에 대하여 연구하던 중, 기체 상의 요오드를 흡착할 수 있는 흡착 모듈을 사용하여 기체 상의 요오드를 흡착하고, 상기 요오드가 흡착된 흡착 모듈에서 요오드를 회수하는 방법을 개발하고, 본 발명을 완성하였다.
본 발명의 목적은 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법을 제공하는 데 있다.
상기 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은
핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 요오드(Iodine)를 포함하는 혼합기체를 흡착제가 충진된 흡착 모듈과 접촉시켜 기체 상의 요오드를 흡착 모듈에 흡착시키는 흡착 단계(단계 1);
상기 단계 1에서 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈로부터 기체 상의 요오드를 탈리시키는 단계(단계 2); 및
상기 단계 2에서 탈리된 기체 상의 요오드를 용해시키는 단계(단계 3);를 포함하는 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법을 제공한다.
또한, 본 발명은
상기에 따른 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법으로 회수된 의료용 방사선 동위원소 요오드를 제공한다.
나아가, 본 발명은
핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드를 흡착시키기 위한 흡착 모듈을 포함하는 흡착부; 및
퍼니스를 포함하고,
상기 흡착부에서 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈을 퍼니스 내부에 위치시켜 흡착 모듈에 흡착된 기체 상의 요오드를 탈리시키며,
상기 퍼니스 외부에 위치하고, 상기 흡착 모듈과 연결되어 탈리된 기체 상의 요오드를 회수하기 위한 용해부를 포함하는 회수부;를 포함하는 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수 공정 장치를 제공한다.
본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법은 일반적인 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 생성되어 버려지는 기체 상의 요오드를 흡착 및 회수하여 의료용 동위원소로 자원화할 수 있는 효과가 있다.
도 1은 본 발명에 따른 실험예 1에서 흡착 공정을 수행하는 장치를 나타낸 모식도이고;
도 2는 본 발명에 따른 실험예 1에서 회수 공정을 수행하는 장치를 나타낸 모식도이고;
도 3은 본 발명에 따른 기체 상의 요오드를 흡착하기 전의 흡착제를 주사 전자 현미경(SEM) 및 에너지 분산형 X-선 분석기(energy dispersive x-ray spectroscopy, EDX)으로 분석한 사진이고;
도 4는 본 발명에 따른 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착제를 주사 전자 현미경(SEM) 및 에너지 분산형 X-선 분석기(energy dispersive x-ray spectroscopy, EDX)으로 분석한 사진이고;
도 5는 본 발명에 따른 기체 상의 요오드가 탈리된 흡착제를 주사 전자 현미경(SEM) 및 에너지 분산형 X-선 분석기(energy dispersive x-ray spectroscopy, EDX)으로 분석한 사진이다.
본 발명은
핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 요오드(Iodine)를 포함하는 혼합기체를 흡착제가 충진된 흡착 모듈과 접촉시켜 기체 상의 요오드를 흡착 모듈에 흡착시키는 흡착 단계(단계 1);
상기 단계 1에서 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈로부터 기체 상의 요오드를 탈리시키는 단계(단계 2); 및
상기 단계 2에서 탈리된 기체 상의 요오드를 용해시키는 단계(단계 3);를 포함하는 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법을 제공한다.
이하, 본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법에 대하여 각 단계별로 상세히 설명한다.
먼저, 본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법에 있어서, 단계 1은 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 요오드(Iodine)를 포함하는 혼합기체를 흡착제가 충진된 흡착 모듈과 접촉시켜 기체 상의 요오드를 흡착 모듈에 흡착시키는 흡착 단계이다.
일반적으로 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 방사성 동위원소인 요오드가 발생하게 되며, 발생하는 방사성 동위원소 요오드 중 약 30 % 정도는 기체 상이며, 상기 기체 상의 요오드는 방사성 폐기물 형태로 제거된다.
상기 단계 1에서는 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드를 흡착 및 회수하기 위하여, 상기 기체 상의 요오드를 포함하는 혼합기체를 흡착제가 충진된 흡착 모듈과 접촉시켜 기체 상의 요오드를 흡착 모듈에 흡착시킨다.
이때, 상기 단계 1의 혼합기체는 비활성 기체를 주입하여 이동시킬 수 있으며, 상기 주입된 비활성 기체의 유량은 10 ml/min 내지 100 ml/min일 수 있으나, 이에 제한되지 않는다. 상기 단계 1의 혼합기체는 주입된 비활성 기체를 통해 이동하여 흡착 모듈을 지나게 되며, 혼합기체에 포함된 기체 상의 요오드만 흡착 모듈에 흡착시킬 수 있다.
또한, 상기 비활성 기체는 질소 기체, 아르곤 기체 및 헬륨 기체 등의 18 족일 수 있으나, 이에 제한되지 않는다.
나아가, 상기 단계 1의 흡착제는 구리, 실리카, 은, 알루미나, 활성탄 자체 또는 흡착물질이 함침된 실리카, 흡착물질이 함침된 알루미나 등을 포함할 수 있으며, 일례로써, 구리와 실리카 겔로 배합된 흡착제를 사용할 수 있다. 더욱 구체적인 일례로써, 상기 단계 1의 흡착제는 20 ㎛ 내지 80 ㎛ 크기의 구리 분말과 50 ㎛ 내지 300 ㎛ 크기의 실리카 겔을 1 : 1 내지 1 : 5, 바람직하게는 1 : 2 내지 1 : 3의 비율로 제작하여 사용할 수 있다.
또한, 상기 단계 1의 흡착 모듈의 직경은 0.3 cm 내지 1 cm이고, 길이는 3 cm 내지 15 cm일 수 있으나, 이에 제한되지 않으며, 기체 상의 요오드를 흡착하기 용이한 크기의 모듈을 사용할 수 있다.
다음으로, 본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법에 있어서, 단계 2는 상기 단계 1에서 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈로부터 기체 상의 요오드를 탈리시키는 단계이다.
상기 단계 2에서는 상기 단계 1에서 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈에 흡착된 요오드를 회수하기 위하여, 상기 흡착 모듈로부터 기체 상의 요오드를 탈리시킨다.
구체적으로, 상기 단계 2의 탈리는 250 ℃ 내지 450 ℃의 온도에서 수행되는 것이 바람직하다. 만약, 상기 단계 2의 탈리가 250 ℃의 온도 미만에서 수행되는 경우에는 흡착된 요오드를 탈리시키는 것이 어려운 문제가 있으며, 450 ℃의 온도를 초과하는 경우에는 흡착제가 용융되는 문제가 있다.
또한, 상기 단계 2의 탈리는 상기 온도 범위를 유지시킬 수 있는 퍼니스(furnace) 내에서 수행될 수 있으며, 상기 단계 2에서 탈리된 요오드의 이동은 공기를 주입하여 수행될 수 있다.
이때, 상기 주입된 공기의 유량은 10 ml/min 내지 100 ml/min인 것이 바람직하다. 만약, 상기 주입된 공기의 유량이 10 ml/min 미만일 경우에는 탈리시킨 기체 상의 요오드가 용이하게 이동하기 어려운 문제가 있으며, 100 ml/min를 초과하는 경우에는 흡착효율이 감소하는 문제가 있다.
다음으로, 본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법에 있어서, 단계 3은 상기 단계 2에서 탈리된 기체 상의 요오드를 용해시키는 단계이다.
상기 단계 3은 상기 단계 2에서 흡착 모듈로부터 탈리된 기체 상의 요오드를 용해시켜 방사성 동위원소 요오드를 회수하는 단계이다.
구체적으로, 상기 단계 3의 용해는 메탄올, 에탄올, 및 알칼리 수용액 등의 용매를 사용할 수 있으나, 기체 상의 요오드를 용해시켜 회수할 수 있는 용매이면 이에 제한되지 않고 사용할 수 있다.
또한, 본 발명은
상기에 따른 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법으로 회수된 의료용 방사선 동위원소 요오드를 제공한다.
본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법으로 일반적인 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 생성되어 버려지는 기체 상의 요오드를 흡착 및 회수하여 의료용 동위원소로 자원화할 수 있다.
나아가, 본 발명은
핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드를 흡착시키기 위한 흡착 모듈을 포함하는 흡착부; 및
퍼니스를 포함하고,
상기 흡착부에서 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈을 퍼니스 내부에 위치시켜 흡착 모듈에 흡착된 기체 상의 요오드를 탈리시키며,
상기 퍼니스 외부에 위치하고, 상기 흡착 모듈과 연결되어 탈리된 기체 상의 요오드를 회수하기 위한 용해부를 포함하는 회수부;를 포함하는 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수 공정 장치를 제공한다.
이하, 본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수 공정 장치에 대하여 자세히 설명한다.
일반적으로 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 방사성 동위원소인 요오드가 발생하게 되며, 발생하는 방사성 동위원소 요오드 중 약 30 % 정도는 기체 상이며, 상기 기체 상의 요오드는 방사성 폐기물 형태로 제거된다.
본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수 공정 장치는 상기 기체 상의 요오드를 포함하는 혼합기체의 기체 상의 요오드를 흡착시킬 수 있는 흡착부, 상기 흡착된 기체 상의 요오드를 회수하기 위한 회수부를 포함한다.
본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수 공정 장치에 있어서, 상기 기체 상의 요오드를 흡착시킬 수 있는 흡착제가 충진된 흡착 모듈을 포함하는 흡착부를 제공한다.
상기 흡착제는 흡착물질인 구리, 실리카, 은, 알루미나, 활성탄 자체 또는 흡착물질이 함침된 실리카, 흡착물질이 함침된 알루미나 등을 포함할 수 있으며, 일례로써, 구리와 실리카 겔로 배합된 흡착제를 사용할 수 있다. 더욱 구체적인 일례로써, 상기 단계 1의 흡착제는 20 ㎛ 내지 80 ㎛ 크기의 구리 분말과 50 ㎛ 내지 300 ㎛ 크기의 실리카 겔을 1 : 1 내지 1 : 5, 바람직하게는 1 : 2 내지 1 : 3의 비율로 제작하여 사용할 수 있다.
또한, 상기 흡착 모듈의 직경은 0.3 cm 내지 1 cm이고, 길이는 3 cm 내지 15 cm일 수 있으나, 이에 제한되지 않으며, 기체 상의 요오드를 흡착하기 용이한 크기의 모듈을 사용할 수 있다.
본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수 공정 장치에 있어서, 상기 회수부는 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈에서, 흡착된 기체 상의 요오드를 흡착 모듈로부터 탈리시키기 위하여 온도를 가열 및 유지시킬 수 있는 퍼니스를 포함한다.
또한, 상기 회수부는 상기 흡착 모듈과 연결되어 탈리된 기체 상의 요오드를 회수하기 위한 용해부를 포함한다.
이때, 상기 용해부는 메탄올, 에탄올 및 알칼리 수용액 등의 용매를 포함할 수 있으나, 기체 상의 요오드를 용해시켜 회수할 수 있는 용매이면 이에 제한되지 않고 포함할 수 있다.
나아가, 상기 회수부는 퍼니스 내부에 공기를 주입하는 공기 주입구를 더 포함할 수 있으며, 이때, 상기 공기 주입구에서 주입되는 공기의 유량은 10 ml/min 내지 100 ml/min인 것이 바람직하다. 만약, 상기 공기 주입구에서 주입되는 공기의 유량이 10 ml/min 미만일 경우에는 탈리시킨 기체 상의 요오드가 용이하게 이동하기 어려운 문제가 있으며, 100 ml/min를 초과하는 경우에는 흡착효율이 감소하는 문제가 있다.
이하, 하기 실시예 및 실험예에 의하여 본 발명을 상세히 설명한다.
단, 하기 실시예 및 실험예는 본 발명을 예시하는 것일 뿐 발명의 범위가 실시예 및 실험예에 의해 한정되는 것은 아니다.
<제조예 1> 흡착 모듈의 제조
직경 0.62 cm, 길이 8 cm의 유리로 이루어져 있으며, 구리와 실리카 겔로 배합된 흡착제를 충진하고, 글라스울(glass wool) 0.06 g으로 양쪽을 막는 형태로 제조하였다.
이때, 상기 흡착제는 구리(Cu, 45 ㎛, 99.7 %, powder-dendritic, Aldrich, USA)와 실리카 겔(silica gel, 63 ㎛ ~ 200 ㎛, Silica gel 60, USA)을 1 : 2의 질량 비율로 배합하여 준비하였다.
<실험예 1> 기체 상의 요오드 흡착 효율 및 회수 효율 분석
본 발명에 따른 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법의 기체 상의 요오드 흡착 효율 및 회수 효율을 분석하기 위하여, 하기와 같은 실험을 수행하였으며, 실험을 수행하기 위한 흡착 공정 장치 및 회수 공정 장치의 모식도를 도 1 및 도 2에 나타내었다.
먼저, 흡착 효율은 도 1에 나타낸 바와 같이, 퍼니스(furnace) 내에 메탈 형태의 요오드 2 g을 포함하는 1.1 L 부피를 가진 유리 재질의 반응조 및 상기 제조예 1에서 제조된 흡착 모듈을 위치시키고, 상기 반응조와 흡착 모듈을 연결시켰다. 또한, 퍼니스 외부에 흡착 모듈과 연결된 용해조를 형성하였으며, 상기 용해조는 용매로 에탄올을 포함하고 있다.
이후, 상기 퍼니스를 80 ℃의 온도로 유지시켜 메탈 형태의 요오드를 승화시켜 비활성 기체를 이용하여 이동하게 하였으며, 사용된 비활성 기체는 질소(N2)이며, 유량은 20 ml/min으로 설정하였다.
상기와 같이 흡착 모듈을 거친 기체 상의 요오드는 용해조로 이동하여 흡착되지 못한 기체 상의 요오드를 포집하도록 하였으며, 용해된 요오드는 컬러리메트리 시스템(Colorimetry system, EMWUS-PA, EMWUS, Korea)을 이용하여 농도를 측정해 흡착 효율을 분석하였다.
다음으로, 회수 효율은 도 2에 나타낸 바와 같이, 상기에서 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈을 퍼니스 내부에 위치시켰으며, 퍼니스 외부에 흡착 모듈과 연결된 용해조를 형성하였으며, 상기 용해조는 용매로 에탄올을 포함하고 있다.
흡착 모듈의 요오드를 탈리시키기 위하여 퍼니스의 온도는 350 ℃를 유지하였고, 공기를 유량 20 ml/min으로 공급하여 기체 상의 요오드를 이동시켰으며, 상기와 같이 흡착 모듈에서 탈리된 기체 상의 요오드는 용해조로 이동되고, 용해조를 통해 요오드를 포집하였으며, 용해된 요오드는 컬러리메트리 시스템(Colorimetry system, EMWUS-PA, EMWUS, Korea)을 이용하여 농도를 측정해 회수 효율을 분석하였다.
이때, 상기 흡착제, 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착제 및 기체 상의 요오드가 탈리된 흡착제의 형상을 주사 전자 현미경(SEM) 및 에너지 분산형 X-선 분석기(energy dispersive x-ray spectroscopy, EDX)를 통해 분석하였으며, 그 결과를 도 3 내지 5에 나타내었다.
도 3에 나타낸 바와 같이, 요오드가 흡착되지 않은 흡착제는 구리와 실리콘 겔만으로 이루어져 있기 때문에, 요오드가 관찰되지 않은 것을 확인할 수 있었으며, 도 4에 나타낸 바와 같이, 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착제는 요오드가 흡착되어 있는 것을 확인할 수 있었다. 또한, 도 5에 나타낸 바와 같이, 기체 상의 요오드를 탈리시킨 후의 흡착제를 살펴보면, 충분한 양의 요오드가 탈리된 것을 확인할 수 있었다.
상기 분석 결과, 본 발명에 따른 기체 상의 요오드 흡착 및 회수 방법은 약 100 %의 흡착 효율을 나타내었으며, 약 92 %의 회수효율을 나타내는 것을 확인할 수 있었으며, 이때 흡착 용량(Adsorption capacity)은 195 mg/g으로 매우 우수한 것을 확인할 수 있었다.

Claims (15)

  1. 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 요오드(Iodine)를 포함하는 혼합기체를 흡착제가 충진된 흡착 모듈과 접촉시켜 기체 상의 요오드를 흡착 모듈에 흡착시키는 흡착 단계(단계 1);
    상기 단계 1에서 기체 상의 요오드가 흡착된 흡착 모듈로부터 기체 상의 요오드를 탈리시키는 단계(단계 2); 및
    상기 단계 2에서 탈리된 기체 상의 요오드를 메탄올, 에탄올 및 알칼리 수용액으로 이루어지는 군으로부터 선택되는 1 종의 용매에 용해시키는 단계(단계 3);를 포함하는 핵분열 몰리브덴(fission Mo) 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 회수방법에 있어서,
    상기 단계 1의 흡착제는 구리, 실리카, 은, 알루미나 및 활성탄으로 이루어지는 군으로부터 선택되는 1 종 이상의 흡착물질, 흡착물질이 함침된 실리카 및 흡착물질이 함침된 알루미나로 이루어지는 군으로부터 선택되는 1 종 이상을 포함하고,
    상기 단계 2의 탈리는 250 ℃ 내지 450 ℃의 온도에서 수행하고,
    상기 단계 2에서 탈리된 요오드의 이동은 공기를 주입하여 수행하되 상기 주입된 공기의 유량은 10 ml/min 내지 100 ml/min인 것을 특징으로 하는 기체 상의 요오드 회수방법.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 단계 1의 혼합기체는 비활성 기체를 주입하여 이동시키는 것을 특징으로 하는 기체 상의 요오드 회수방법.
  3. 제2항에 있어서,
    상기 주입된 비활성 기체의 유량은 10 ml/min 내지 100 ml/min인 것을 특징으로 하는 기체 상의 요오드 회수방법.
  4. 제2항에 있어서,
    상기 비활성 기체는 질소 기체, 아르곤 기체 및 헬륨 기체로 이루어지는 군으로부터 선택되는 1 종 이상인 것을 특징으로 하는 기체 상의 요오드 회수방법.
  5. 삭제
  6. 제1항에 있어서,
    상기 단계 1의 흡착 모듈의 직경은 0.3 cm 내지 1 cm이고, 길이는 3 cm 내지 15 cm인 것을 특징으로 하는 기체 상의 요오드 회수방법.
  7. 삭제
  8. 제1항에 있어서,
    상기 단계 2의 탈리는 퍼니스(furnace) 내에서 수행되는 것을 특징으로 하는 기체 상의 요오드 회수방법.
  9. 삭제
  10. 삭제
  11. 삭제
  12. 삭제
  13. 삭제
  14. 삭제
  15. 삭제
KR1020140122531A 2014-09-16 2014-09-16 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법 KR101590941B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020140122531A KR101590941B1 (ko) 2014-09-16 2014-09-16 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020140122531A KR101590941B1 (ko) 2014-09-16 2014-09-16 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR101590941B1 true KR101590941B1 (ko) 2016-02-03

Family

ID=55355935

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020140122531A KR101590941B1 (ko) 2014-09-16 2014-09-16 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101590941B1 (ko)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2745524C2 (ru) * 2016-06-28 2021-03-25 Энститю Насьональ Де Радиоэлеман Способ производства фракции радиоизотопов йода, в частности i-131

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05146674A (ja) * 1991-06-03 1993-06-15 Takeda Chem Ind Ltd 放射性物質吸着剤
JPH1062593A (ja) * 1996-08-19 1998-03-06 Hitachi Ltd 放射性ヨウ素の除去方法およびその除去装置
JP3393916B2 (ja) * 1994-03-23 2003-04-07 株式会社東芝 放射性ヨウ素の固定化方法
JP2003302493A (ja) * 2002-04-11 2003-10-24 National Institute Of Advanced Industrial & Technology 放射性ヨウ素ガスの固定化剤及びその固定化法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05146674A (ja) * 1991-06-03 1993-06-15 Takeda Chem Ind Ltd 放射性物質吸着剤
JP3393916B2 (ja) * 1994-03-23 2003-04-07 株式会社東芝 放射性ヨウ素の固定化方法
JPH1062593A (ja) * 1996-08-19 1998-03-06 Hitachi Ltd 放射性ヨウ素の除去方法およびその除去装置
JP2003302493A (ja) * 2002-04-11 2003-10-24 National Institute Of Advanced Industrial & Technology 放射性ヨウ素ガスの固定化剤及びその固定化法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2745524C2 (ru) * 2016-06-28 2021-03-25 Энститю Насьональ Де Радиоэлеман Способ производства фракции радиоизотопов йода, в частности i-131

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Zhang et al. Superior iodine uptake capacity enabled by an open metal-sulfide framework composed of three types of active sites
Chakravarty et al. An electro-amalgamation approach to isolate no-carrier-added 177Lu from neutron irradiated Yb for biomedical applications
CN113877517B (zh) 一种用于去除放射性碘的硫化铋气凝胶吸附剂及其制备方法和应用
JP6478558B2 (ja) 放射性薬剤製造システム、放射性薬剤製造装置および放射性薬剤の製造方法
JP2016080574A5 (ko)
CN111465577B (zh) 砹的制造方法
Zhang et al. Effective separation of cesium with a new silica-calix [4] biscrown material by extraction chromatography
CN113368809B (zh) 铋基二氧化硅材料的制备方法及在捕集放射性碘中的应用
JP5294180B2 (ja) テクネチウム含有モリブデンからのテクネチウムの分離・精製方法、装置、及び、モリブデンの回収方法・装置
JP2003529517A (ja) 放射線照射ウラン溶液からモリブデン−９９を抽出する無機吸着剤、およびその使用方法
KR20190021251A (ko) 특히 i-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하기 위한 방법, 특히 i-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획
JP2021004807A (ja) 放射性核種の製造方法および放射性核種の製造システム
NL2007951C2 (en) A column material and a method for adsorbing mo-99 in a 99mo/99mtc generator.
JP7111447B2 (ja) 放射性ヨウ素吸着材の製造方法
KR101590941B1 (ko) 핵분열 몰리브덴 생산공정에서 발생하는 기체 상의 요오드 흡착 및 회수방법
JP6240382B2 (ja) 放射性セシウム吸着剤及びそれを用いた放射性セシウムの回収方法
Aardaneh et al. Ga 2 O for target, solvent extraction for radiochemical separation and SnO 2 for the preparation of a 68 Ge/68 Ga generator
KR20160087076A (ko) 방사성 핵종 제거용 흡착제 조성물
DE102013003847B3 (de) Verfahren zur Dekontamination von Radionukliden aus neutronenbestrahlten Kohlenstoff- und/ oder Graphitwerkstoffen
CN112023891A (zh) 一种气态碘提取Ni-MOF/碳气凝胶吸附剂及其制备方法
CN106898406A (zh) 一种放射性碘‑125的制备方法和连续循环回路装置
CN103788301A (zh) 一种用于吸附钕的螯合微球的制备方法
JP3987920B2 (ja) 放射性ヨウ素ガスの固定化剤及びその固定化法
KR101636976B1 (ko) 염이 함유된 요오드 흡착 물질 및 이를 이용한 방사성 요오드 제거 시스템
US5619545A (en) Process for purification of radioiodides

Legal Events

Date Code Title Description
AMND Amendment
X091 Application refused [patent]
AMND Amendment
X701 Decision to grant (after re-examination)
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20200102

Year of fee payment: 5